Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:48:16Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_04.pdf: 1317159 bytes, checksum: c510f22d0bfa406fdceeb4cdbb80e43f (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T12:48:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_04.pdf: 1317159 bytes, checksum: c510f22d0bfa406fdceeb4cdbb80e43f (MD5) Previous issue date: 2008 / O projeto de modelos em escala reduzida tem sido empregada por engenheiros de vários setores como indústria naval, indústria aeroespacial, petrolífera, indústria nuclear e outras. Modelos em escala reduzida são usados em experimentos porque são economicamente mais atraentes do que seus próprios protótipos (escala real), e em muitos casos também são mais baratos e, na maioria das vezes, mais fáceis de serem construídos fornecendo uma maneira de se conduzir o projeto em escala real permitindo investigações e análises indiretas no sistema em escala real. Um modelo em escala reduzida (ou experimento) deve ser capaz de representar todos os fenômenos físicos que ocorrem e ocorrerão no sistema real em condições de operação, neste caso o modelo em escala reduzida é dito similar. Existem alguns métodos para se projetar um modelo em escala reduzida, e destes, dois métodos são básicos : o método empírico que é baseado na habilidade do profissional especialista para determinar quais são as grandezas físicas relevantes para o modelo desejado, e o método das equações diferenciais que é baseado na descrição matemática do protótipo (ou experimento em escala real) para o modelo. Aplicando uma técnica matemática à equação ou equações diferenciais que descrevem o comportamento do protótipo a partir de leis físicas e assim ressaltando as grandezas físicas (quantidades) relevantes para o problema do projeto do modelo em escala reduzida, e assim o problema pode ser tratado como um problema de otimização. Muitas técnicas de otimização como Algoritmo Genético, por exemplo, tem sido desenvolvidas para solucionar esta classe de problemas e tem também sido aplicadas ao projeto do modelo em escala reduzida. Neste trabalho, é realizada a investigação do uso da técnica de otimização por enxame de partículas, como ferramenta (alternativa) de otimização, no projeto termohidráulico do núcleo de reator PWR em escala reduzida, em regime de circulação forçada e condições normais de operação. Uma comparação de desempenho entre as técnicas GA e PSO é realizada assim como uma comparação entre seus resultados. Os resultados obtidos mostram que a técnica de otimização investigada é uma ferramenta promissora para o projeto de experimentos ou equipamentos em escala reduzida, apresentando vantagens sobre outras técnicas. / The reduced scale models design have been employed by engineers from several different industries fields such as offshore, spatial, oil extraction, nuclear industries and others. Reduced scale models are used in experiments because they are economically attractive than it’s own prototype (real scale) because in many cases they are cheaper than a real scale one and most of time they are also easier to build providing a way to lead the real scale design allowing indirect investigations and analysis to the real scale system (prototype). A reduced scale model (or experiment) must be able to represent all physical phenomena that occurs and further will do in the real scale one under operational conditions, e.g., in this case the reduced scale model is called similar. There are some different methods to design a reduced scale model and from those two are basic : the empiric method based on the expert’s skill to determine which physical measures are relevant to the desired model; and the differential equation method that is based on a mathematical description of the prototype (real scale system) to model. Applying a mathematical technique to the differential equation that describes the prototype then highlighting the relevant physical measures so the reduced scale model design problem may be treated as an optimization problem. Many optimization techniques as Genetic Algorithm (GA), for example, have been developed to solve this class of problems and have also been applied to the reduced scale model design problem as well. In this work, Particle Swarm Optimization (PSO) technique is investigated as an alternative optimization tool for such problem. In this investigation a computational approach, based on particle swarm optimization technique (PSO), is used to perform a reduced scale two loop Pressurized Water Reactor (PWR) core, considering 100% of nominal power operation on a forced flow cooling circulation and non-accidental operating conditions. A performance comparison between GA and PSO techniques is performed as it’s obtained results to this problem. Obtained results shows that the proposed optimization technique (PSO) is a promising tool for a reduced scale experiments or equipments design, presenting advantages over other techniques.

Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Technetium-99m (99mTc), the product of radioactive decay of molybdenum-99 (99Mo), is one of the most widely used radioisotope in nuclear medicine, covering approximately 80% of all radiodiagnosis procedures in the world. Nowadays, Brazil requires an amount of about 450 Ci of 99Mo per week. Due to the crisis and the shortage of 99Mo supply chain that has been observed on the world since 2008, IPEN/CNEN-SP decided to develop a project to produce 99Mo through fission of uranium-235. The objective of this dissertation was the development of neutronic and thermal-hydraulic calculations to evaluate the operational safety of a device for 99Mo production to be irradiated in the IEA-R1 reactor core at 5 MW. In this device will be placed ten targets of UAlx-Al dispersion fuel with low enriched uranium (LEU) and density of 2.889 gU/cm³. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION and CITATION and the maximum temperatures reached in the targets were calculated with the code MTRCR-IEAR1. The analysis demonstrated that the device irradiation will occur without adverse consequences to the operation of the reactor. The total amount of 99Mo was calculated with the program SCALE and considering that the time needed for the chemical processing and recovering of the 99Mo will be five days after the irradiation, we have that the 99Mo activity available for distribution will be 176 Ci for 3 days of irradiation, 236 Ci for 5 days of irradiation and 272 Ci for 7 days of targets irradiation.

O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Technetium-99m (99mTc), the product of radioactive decay of molybdenum-99 (99Mo), is one of the most widely used radioisotope in nuclear medicine, covering approximately 80% of all radiodiagnosis procedures in the world. Nowadays, Brazil requires an amount of about 450 Ci of 99Mo per week. Due to the crisis and the shortage of 99Mo supply chain that has been observed on the world since 2008, IPEN/CNEN-SP decided to develop a project to produce 99Mo through fission of uranium-235. The objective of this dissertation was the development of neutronic and thermal-hydraulic calculations to evaluate the operational safety of a device for 99Mo production to be irradiated in the IEA-R1 reactor core at 5 MW. In this device will be placed ten targets of UAlx-Al dispersion fuel with low enriched uranium (LEU) and density of 2.889 gU/cm³. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION and CITATION and the maximum temperatures reached in the targets were calculated with the code MTRCR-IEAR1. The analysis demonstrated that the device irradiation will occur without adverse consequences to the operation of the reactor. The total amount of 99Mo was calculated with the program SCALE and considering that the time needed for the chemical processing and recovering of the 99Mo will be five days after the irradiation, we have that the 99Mo activity available for distribution will be 176 Ci for 3 days of irradiation, 236 Ci for 5 days of irradiation and 272 Ci for 7 days of targets irradiation.

Orientador: Prof. Dr. Pedro Carajilescov / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, Santo André, 2016. / A utilização de elementos combustíveis do tipo placa, em reatores nucleares, está associada principalmente a reatores de pesquisa e reatores de propulsão naval (navios porta aviões e submarinos), trazendo benefícios imediatos na segurança e no desempenho termo-hidráulico do reator. Códigos computacionais são utilizados para o cálculo do comportamento termo-hidráulico do núcleo. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um código termo-hidráulico para um reator nuclear com elementos combustíveis na forma de placas, em linguagem de programação FORTRAN. A partir da entrada dos parâmetros geométricos e das condições de operação e de contorno do reator, o programa realiza a análise do escoamento em regime permanente de potência ou vazão por meio da solução das equações de conservação de massa, quantidade de movimento e energia; além disso, calcula o mínimo DNBR baseado na análise do canal crítico (faz uma análise de fluxo crítico de calor). O código aumenta a representação da malha radial usando o método da cadeia, realizando os cálculos em duas etapas: na Etapa 1, o núcleo é subdividido em subcanais cujo tamanho é equivalente a um elemento combustível e na Etapa 2, o elemento combustível quente é subdividido em subcanais de tamanho equivalente aos canais que o compõem. Na validação do programa, considerou-se o reator de pesquisa CARR (China Advance Research Reactor) e o reator do LABGENE (Reator brasileiro de propulsão naval), obtendo informações detalhadas do núcleo do reator como a perda de carga, distribuição de fluxo mássico, variação de velocidade e temperatura do escoamento ao longo dos canais, título termodinâmico e fluxo crítico de calor no canal quente. A análise mostrou bons resultados quando verificado frente aos obtidos para o reator CARR e para um típico reator de potência PWR. / The use of plate-type fuel assembly, in nuclear reactors, are mostly associated to researched reactors and naval propulsion reactors (aircraft carriers and submarines), bringing immediate benefits in security and thermal-hydraulic performance of the reactor. Computational codes are used to calculating the thermal-hydraulic core behavior. This project shows the development of thermal-hydraulic code for plate type fuel reactor, written whit FORTRAN programming language. According to geometric input data, operational and boundary conditions, the code involves the analysis of permanent regime of flow and power through the solution of mass, momentum and energy conservation equation; Furthermore, it makes the calculation of minimum DNBR, based on an analysis of critical channel (Making an analysis of the maximum heat flux). The code has maximized the radial mesh with the use of the chain or cascade method for two stages: in the first stage, the core is subdivided in sub channels, with size equivalent to a fuel assembly and the stage two, the hot fuel assembly is subdivided in sub channels with size equivalent to the one channel that comprise. For the validation of program, was considered the research reactor CARR (China Advance Research Reactor), and the LABGENE reactor (Brazilian reactor of naval propulsion), getting detail information of reactor core as the change of the static pressure in the channel, flux distribution, variation of coolant temperature and coolant velocities, quality and local flux heat in the critical channel. The analysis showed good agreement when checked with the results obtained for CARR reactor and for a typical reactor power PWR.